DE2929507A1 - Sicherheitssystem fuer einen kernreaktor - Google Patents

Sicherheitssystem fuer einen kernreaktor

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Description

THE BABCOCK & WILCOX COMPANY 20. Juli 1979
1010 Common Street Case 4282
New Orleans, La. B 1527 Al/Kr U.S.A.
Beschreibung
Sicherheitssystem für einen Kernreaktor
Die Erfindung betrifft Sicherheitssysteme für einen Kernreaktor und insbesondere Systeme mit computerspeicherartigen Nachschlagetabellen, welche Daten in paralleler Form aufnehmen zur kontinuierlichen und wiederholenden Übertragung.
Es sind Sicherheitssystem für Kernreaktoren bekannt, welche digitale Rechnermoduln als Teil des Reaktorschutzsystems ergänzen bzw. in Betrieb setzen. Diese Moduln ^ führen Standarddigitaltechniken durch, wie sie in Rechnern verwendet werden. Das wesentliche dieser Techniken besteht in der Umwandlung von Eingangssignalen in Digitalform, Speicherung in einem Speicher, Benutzung eines gespeicherten Programms zur Handhabung der gespeicherten
Daten und zur Verfügungstellung eines Ausgangssignals. Alle diese Funktionen werden im wesentlichen nacheinander im Zeitbereich eines einzigen Zentralrechners durchgeführt.
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Der Nachteil solcher bekannten Systeme besteht in der Zeitdauer, welche erforderlich ist, um die Berechnungen aufeinanderfolgend durchzuführen, und in der Komplexität eines Programms, welches die einzelnen gemessenen Parameter in Serienform handhaben muß. Die normale Folge beinhaltet die Aufnahme von Datenparametern zur Durchführung einer Reihe von Berechnungen und am Ende der Berechnungen zur Erzeugung von Daten, welche bestimmen, ob der Reaktor in einem sicheren Betriebszustand ist oder nicht.
Ein anderes Problem solcher bekannten Vorrichtungen hat seinen Ursprung in der Natur von in dieser Weise arbeitenden Rechnern, wobei Daten ihre Identität außer der Adressstelle verlieren. Das Abtasten der Programme oder das Austesten von Fehlern in dem System ist daher recht zeitaufwendig und schwierig. Das Serienrechnersystem erfordert, um kontinuierlich und erschöpfend geprüft und wiedergeprüft zu werden, um eine angemessene Sicherheitsüberwachung zu gewährleisten, daß jeder der gemessenen Parameter, welche die Sicherheit beeinflussen, jeden möglichen Wert oder Zustand relativ zu allen anderen Parametern aufweist. Wenn z.B. die Reaktortemperatur 4000 verschiedene mögliche Werte und der Druck 4000 verschiedene mögliche Werte und die Flüssigkeitsströmung 4000 mögliche Werte aufweisen können, wäre die Anzahl möglicher Eingangszustände für den Serienrechner 40003. Eine erschöp-
3" fende Prüfung würde selbst bei einer Geschwindigkeit von einer Prüfung pro 1/10 Sekunde in der Größenordnung von Hunderten von Jahren liegen. Daher sind andere Einrichtungen verwendet worden, um sicherzustellen, daß in den Programmen für Sicherheitssysteme keine Fehler sind. Dies
umfaßt umfassende überprüfung und Kontrolle durch unabhängige technische Gruppen und Ausführungsbehörden.
Die vorliegende Erfindung ist darauf gerichtet, die ünzu-
länglichkeiten der bekannten Sicherheitssysteme für Kernreaktoren zu beseitigen.
Dies wird gemäß der vorliegenden Erfindung durch die Merkmale des Schutzbegehrens erzielt. Das Sicherheitssystem für einen Kernreaktor gemäß der vorliegenden Erfindung verwendet eine parallele Kombination von computerartigen Nachschlagetabellen, welche jeweils Daten eines besonderen Parameters empfangen und jeweils das Funktionsgegenstück dieses besonderen Parameters erzeugen. Die verschiedenen Funktionsgegenstücke werden dann summiert, um ein Kontroll- bzw. Steuersignal zum Abschalten des Reaktors zu bilden. Die Funktionsgegenstücke werden durch Analyse von experimentellen thermischen und hydraulischen Daten entwickelt. Die Daten werden verwendet, um Ausdrücke zu bilden, welche die sicheren Zustände für die Leistungserzeugung in einem Kernreaktor bestimmen.
Eine besondere Form für eine solche Bestimmung eines sicheren Zustandes kann ausgedrückt werden als
S = f (P) + f,(T) + f,(0,n) + f4(&J + fR(W), 25
wobei S ein Signal ist, welches einen Leistungswert bestimmt, unterhalb dessen der Kernreaktor in einem sicheren Betriebszustand ist.
3" f (P) ist der Beitrag zu S von einem Funktionsgenerator, dessen Eingang vom Druck P.. abhängig ist.
In ähnlicher Weise ist
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f2 (T) der Beitrag zu S in Abhängigkeit von der
Temperatur,
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f3(ψτ) der Beitrag zu S in Abhängigkeit der
Lexstungsmessungen (^1) , welche der oberen Hälfte des Reaktors zugeordnet werden,
f. (ψτ,) der Beitrag zu S in Abhängigkeit von den Leistungsmessungen (φβ) in der unteren Hälfte des Kerns,
f5(W) der Beitrag zu S in Abhängigkeit der
Strömungsmessungen (W) des Primärkühlmittels.
S ist daher die Summe von unabhängigen Funktionen, welche jeweils erschöpfend auf ihre Genauigkeit geprüft werden können. Für das obige Beispiel, bei welchem jeder Parameter 4000 mögliche Zustände annimmt, ist die Anzahl möglicher Kombinationszustände, die geprüft werden müssen, nicht gleich 40003 , sondern 4000 + 4000 + 4000 oder gleich 12000. Bei einer Testgeschwindigkeit von einer Prüfung pro 1/10 Sekunde dauert einer Überprüfung ungefähr 2 0 Minuten. Das System kann daher erschöpfend überprüft werden mit allen möglichen Parameterwerten, welche dem Eingang zugeführt werden, und geprüft werden, um zu bestimmen, daß alle Funktionen dieses Parameters an einem Analogausgang korrekt sind. Dies ermöglicht eine Überprüfung sowohl des Eingangs wie auch des Ausgangs in analoger Form für jeden
einzelnen Parameter.
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Ein Vorteil der vorliegenden Erfindung besteht darin, daß zunächst Funktionen durch Berechnungen erzeugt werden unter Verwendung von Universalrechnern hoher Genauigkeit und dann diese vorberechneten Funktionswerte in Speicher-OJ systemen gespeichert werden. Diese Funktionswerte sind dem Zugriff eines Adressystems ausgesetzt, wobei jede Adresse von einem diskreten Parameterwert abgeleitet wird. Die vorliegende Erfindung vermeidet daher fortlaufende,
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sich wiederholende Berechnungen, welche die Basis der bekannten Systeme bilden.
Weitere Vorteile, Merkmale und Anwendungsmöglichkeiten der vorliegenden Erfindung ergeben sich aus der nachfolgenden Beschreibung eines Ausführungsbeispiels in Verbindung mit der Zeichnung. Darin zeigen:
Fig. 1 eine schematische Darstellung des Sicherheitssystems gemäß der vorliegenden Erfindung,
Fig. 2 einen Analog-Digital-Konverter in der Verhältnisbetriebsart, und
Fig. 3 einen Digital-Analog-Konverter in einer Multiplikationsbetriebsart .
In Fig. 1 ist ein Kernreaktorsicherheitssystem 10 dargestellt, welches ein Steuersignal S entwickelt, welches die erlaubte maximale Reaktorleistung anzeigt. Das Signal S wird in einem Vergleichsverstärker 12 mit einem Signal R verglichen, welches die tatsächliche Reaktorleistung anzeigt. Der Vergleichsverstärker 12 erzeugt ein Alarmoder Abschaltungssignal A, wenn das Signal R das. Signal S übersteigt.
Das Steuersignal S ist die Summe von Funktionen verschiedener Reaktorparameter in folgender Form:
S = f., (P) + I2(T) + f3(^T) + £4(^B) + f 5<W)/
wobei die Funktionen weiter oben im einzelnen beschrieben worden sind und vorberechnete Funktionen für jeden der gemessenen Reaktorparameter P, T, φ ,4, W sind, bestimmt aus thermischen hydraulischen Experimenten, welche die maximale Wärmemenge festlegen, welche aus einem spezi
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fischen Volumen eines arbeitenden Kernreaktors entfernt werden kann.
Im nachfolgenden wird der Betrieb des Speicherns der Funktionen f 1 (P) , f 2 (T) , f 3 (</>T) , f4<#B)» f 5 (W) und des Koordinierens dieser Funktionen zu den richtigen Betriebsparametern P, T, <£T, ψ und W beschrieben. Um die Spei- cherung und Koordinierung zu erzielen, werden Analog-Digital-Konverter 22a, 22b, 22c, 22d und 22e verwendet. Diese Analog-Digital-Konverter 22a, 22b, 22c, 22d und 22e sind handelsübliche Vorrichtungen, wie sie z.B. von Burr-Brown unter der Modellnummer AD 80 bezogen werden können. Diese Konverter 22a, 22b, 22c, 22d und 22e haben Eingangsspannungen entsprechend einem besonderen Wert des jeweiligen gemessenen Reaktorparameters P, T, γ , pB und W, empfangen von den Ausgängen der jeweiligen Verstärker 20a, 20b, 20c, 2Od und 2Oe. Diese Parameterwerte werden von bekannten Wandlern gemessen und ihre Werte werden zu einer Digitalzahl einer Anzahl von möglichen Digitalzahlen (4096 sind in dem oben zitierten handelsüblichen Modell möglich) durch die Analog-Digital-Konverter 22a, 22b, 22c, 22d und 22e umgewandelt. Die oben erwähnten Digitalzahlen sind in einer Eins-zu-Eins-Übereinstimmung mit besonderen gemessenen Analogwerten der Parameter. Eine Parametermessung eines Druckes von 2000 lbs/ inch2 kann z.B. einem Digitalwert von 000001000000 und ein Druck von 2000,25 lbs/inch2 würde einem Digitalwert von 000001000001 entsprechen. Die Digitalwertzahl kann dann als Adresse betrachtet werden, welche den Eingang zu dem Festwertspeicher der jeweiligen computerartigen Nachschlagetabellen 14a, 14b, 14c, 14d und 14e darstellt, wobei jede Tabelle die Werte für einen einzigen Reaktor-
parameter speichert. Ein typischer handelsüblicher Speicher, der für diesen Zweck eingesetzt werden kann, ist der INTEL 2716. Jedem Digitalparameterwert oder jeder Adresse ist ein Datenwort zugeordnet, welches der digitale
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vorberechnete Wert der jeweiligen Funktionswerte f-(P),. f2(T), f3(^T), f4 (φ ) und f5(W) ist, welche den speziellen jeweiligen Werten der Parameter P, T, p_,, ψ und W zugeordnet sind. Die Funktionswerte für die verschiedenen Datenwörter werden in vorherigen Berechnungen mit sehr genauen Universalrechnern bestimmt und in die jeweiligen Festwertspeicher der verschiedenen computerartigen Nach-]Q Schlagetabellen 14a, 14b, 14c, 14d und 14e eingegeben.
Die Eingangssignale und Ausgangssignale der computerartigen Nachschlagetabellen 14a, 14b, 14c, 14d und 14e werden jeweils längs Leitungen 24a, 24b, 24c, 24d und 24e bzw. 26a, 26b, 26c, 26d und 26e übertragen. Die Operationen in jeder Nachschlagetabelle 14a, 14b, 14c, 14d und 14e für jeden der entsprechenden Parameter P, T, φ , pß und W werden gleichzeitig und parallel durchgeführt, wodurch vorberechnete Datenwörter für jeden gemessenen Parameter gleichzeitig und parallel zu jedem Digital-Analog-Konverter übertragen werden, die jeweils ein Signal proportional zu den Funktionswerten der digitalen Datenwörter auf den Ausgangsleitungen 28a bis 28e der Digital-Analog-Konverter erzeugen. Diese Funktionswerte f- (P), f2(T), f3(^L), f.(^ ) und f5(W) werden in einer analogen Summierstation 30 summiert, um ein Signal S proportional zu der maximalen erlaubten Leistung für das Reaktorsystem zu erzeugen.
Eine Variation der grundlegenden,in Fig. 1 gezeigten Ausführungsform ist in Fig. 2 gezeigt, in welcher die Benutzung der oben erwähnten Analog-Digital-Konverter 22 gemäß Fig. 1 abgeändert worden ist, um für die Parameter ψ^, und γ in der Verhältnisbetriebsart zu arbeiten. Die spezielle Reaktorschutzgleichung dieser zwei Parameter ist als Reaktorabstufung θ bekannt und wie folgt definiert:
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Um die Abstufung© zu berechnen, werden die Eingangssignale von den Verstärkern 20c und 2Od, welche die verstärkten Signale für φ φ und φΒ liefern, der Eingangsklemme und der Bezugsspannungsklemme eines einzelnen Analog-Digital-Konverters 32 zugeführt. Wie dem Durchschnittsfachmann bekannt ist, ist das Ausgangssignal des Analog-Digital-Konverters 32 proportional zum Verhältnis Ρ™/ψ β der Eingangssignale, da das Ausgangssignal direkt proportional zum ersten Eingangssignal ψ T und umgekehrt proportional zum Bezugsklemmeneingangssignal γ R ist. Das Verhältnis Yn,/ψ kann daher direkt als Ausgangssignal des Konverters 32 bei der Berechnung der Abstufung © benutzt werden.
Einige Reaktorschutzgleichungen erfordern, daß die sichere Betriebsleistung unterhalb eines Wertes V bleibt, welcher durch das Produkt von zwei Funktionen bestimmt ist, wie 20
V = f (A) χ f (B) .
Bei einem Beispiel für diese Form ist f(A) die Funktion für die Verdampfungsregelung im Reaktor und f(B) ein Term zur Korrektur dieses Wertes entsprechend dem Leistungsmeßfehler, der z.B. durch Absorption von Neutronen verursacht wird, wenn der Neutronenfluß als Leistungsmessung verwendet wird. Eine weitere Abänderung des in Fig. 1 gezeigten Ausführungsbeispiels ist in Fig. 3 gezeigt, in welcher
ου die Produktform geschaffen wird durch Verwendung des Digital-Analog-Konverters 34 in der Multiplikationsform. Wie in Fig. 3 gezeigt ist, stellt das Ausgangssignal des Digital-Analog-Konverters 34 das Produkt eines ersten Signals 26b und eines zweiten Signals 28a dar. Das erste
Signal 26b liegt in Digitalform vor und besteht aus einem digitalen Datenwort, das eine erste Variable oder eine Funktion einer Variablen wie z.B. f(T) darstellt. Das zweite Signal 28a ist ein Analog-Signal einer Variablen
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wie z.B. f(P) und wird dem zweiten Eingang des Digital-Analog-Konverters 34 zugeführt. Dieses zweite Eingangssignal f(P) wird vom Durchschnittfachmann häufig Bezugseingangssignal genannt. Wie bekannt ist/ ist das Ausgangssignal des Digital-Analog-Konverters 34 bei einer solchen Schaltungsart eine zusammengesetzte Multiplikationsfunktion f1 (P) χ f2(T).
Bei einer weiteren Ausgestaltung der Multiplikationsverwendung des Ausführungsbeispiels gemäß Fig. 3 kann der Konverter 27e, welcher die Adresse für die Nachschlagetabelle I4e bestimmt, welche die Strömungsfunktion f(W) bildet/ Informationen in Bezug auf die Anzahl von Pumpen verwenden, welche in dem System arbeiten, um die richtige Adresse auszuwählen. In einer Übergangsperiode, in welcher sich die Anzahl der arbeitenden Pumpen ändert, kann die Adresse geändert werden durch Änderung des Inhalts eines die Adresse bildenden Zählers mit Impulsen, die durch ein festgelegtes Zeitintervall voneinander getrennt sind.
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Claims (9)

Patentansprüche
1. Sicherheitssystem für einen Kernreaktor, gekennzeichnet durch
eine Serie von Wandlern zur Messung verschiedener Betriebsparamter (P, T, ψ ,φ , W) eines Kernreaktors,
eine Serie von parallel geschalteten computerartigen Nachschlagetabellen (14a bis 14e), die jeweils einzeln mit einem einen Betriebsparameter des Kernreaktors messenden Wandler verbunden sind und eine vorberechnete Funktion des Parameters enthalten, welche den Prozentsatz der vollen Reaktorbelastung anzeigt, welcher von diesem Parameter für eine Reihe von Parameterwerten beigesteuert wird,
eine Summierstation (30) zur Aufnahme aller Ausgangssignale der entsprechenden Rechnerstationen und zur Summierung dieser Signale, um ein Steuersignal (S) zu erzeugen, das den Prozentsatz des erlaubten Volleistungsreaktorbetriebs anzeigt.
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2. Sicherheitssystem nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch eine Vergleichsstation (12) zum Vergleich des von der Summierstation (30) kommenden Steuersignals (S) mit einem Leistungssignal (R)/ um ein Alarmsignal zu erzeugen/ wenn das Leistungssignal das Steuersignal übersteigt.
3. Sicherheitssystem nach Anspruch 1 oder 2, gekennzeichnet durch eine Serie von Analog-Digital-Konvertern (22a bis 22e), die jeweils zwischen dem entsprechenden Wandler und seiner zugeordneten computerartigen Nachschlagetabelle (14a bis 14e) angeordnet sind, um das Analogsignal des jeweiligen Wandlers in ein Digitalsignal für die computerartigen Nachschlagetabellen umzuwandeln.
4. Sicherheitssystem nach mindestens einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die von einem Paar von Wandlern kommenden analogen Parametersignale als Eingangssignale einem Analog-Digital-Konverter (32) zugeführt werden, um ein digitales Ausgangssignal zu erzeugen, das dem Verhältnis der beiden Parameter ( (L·/φ^) entspricht.
5. Sicherheitssystem nach Anspruch A, dadurch gekennzeichnet, daß die beiden Parameter die Leistungen ^„ und ^ß in der oberen und unteren Reaktorhälfte darstellen und
ihr Verhältnis zur Bestimmung der Abstufung eines Kernen
ου reaktors benutzt wird.
6. Sicherheitssystem nach mindestens einem der Ansprüche
1 bis 5, gekennzeichnet durch eine Serie von Digital-Analog-Konvertern (27a bis 27e), die einzeln zwischen der
Summierstation (30) und jeweils einer Rechnerstation (14a bis 14e) angeordnet sind, um das digitale Ausgangssignal der Rechnerstationen in ein Analogsignal für die Summierstation umzuwandelnj, 3Q031/0535
7. Sicherheitssystem nach mindestens einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet/ daß in jeder computerartigen Nachschlagetabelle (14a bis 14e) ein digitaler Parameterwert und ein entsprechender vorberechneter Funktionswert für jeden gespeicherten Parameter gespeichert ist, der den Prozentsatz des Volleistungsbeitrags des jeweiligen Parameters anzeigt.
8. Sicherheitssystem nach mindestens einem der Ansprüche
1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß die durch die jeweiligen Wandler gemessenen Parameter des Kernreaktors den Reaktordruck, die Temperatur, die Kühlmittelströmung und den vom oberen und unteren Teil des Reaktors ausgehenden Neutronenfluß umfassen.
9. Sicherheitssystem nach mindestens einem der Ansprüche 6 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß einer (34) der Digital-Analog-Konverter (27a bis 27e) als ein erstes Eingangssignal ein digitales, eine Parameterfunktion darstellendes Datenwort (f(T)) und als zweites Eingangssignal eine analoge Paramterfunktion (f.. (P) ) aufweist, um ein analoges Ausgangssignal zu schaffen, welches das Produkt der beiden Parameterfunktionen ist.
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DE2929507A 1979-01-29 1979-07-20 System zur Verarbeitung von die Leistung eines Kernreaktors repräsentierenden Eingangsgrößen Expired DE2929507C2 (de)

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US06/007,077 US4290851A (en) 1979-01-29 1979-01-29 Nuclear reactor safety system

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CA (1) CA1146285A (de)
CH (1) CH643674A5 (de)
DE (1) DE2929507C2 (de)
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FR (1) FR2447588A1 (de)
GB (1) GB2041605B (de)
IT (1) IT1124385B (de)
MX (1) MX6030E (de)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4427620A (en) * 1981-02-04 1984-01-24 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor power supply
US4470948A (en) * 1981-11-04 1984-09-11 Westinghouse Electric Corp. Suppression of malfunction under water-solid conditions
FR2519464A1 (fr) * 1981-12-31 1983-07-08 Framatome Sa Procede de surveillance d'une centrale de production d'electricite equipee d'un reacteur nucleaire
US4657727A (en) * 1984-10-18 1987-04-14 Michael E. Stern Fission product barrier emergency event classification and response system
JPS61118692A (ja) * 1984-11-13 1986-06-05 ウエスチングハウス　エレクトリック　コ−ポレ−ション 加圧水型原子炉発電システムの運転方法
US5005142A (en) * 1987-01-30 1991-04-02 Westinghouse Electric Corp. Smart sensor system for diagnostic monitoring
US5112565A (en) * 1990-01-03 1992-05-12 Ball Russell M Nuclear reactor multi-state digital control using digital topology
TW227064B (de) * 1992-12-02 1994-07-21 Combustion Eng
US5699403A (en) * 1995-04-12 1997-12-16 Lucent Technologies Inc. Network vulnerability management apparatus and method

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2156022A1 (de) * 1970-11-16 1972-06-22 Babcock & Wilcox Co Schutzvorrichtung fur technische Verfah renseinnchtungen
US3752735A (en) * 1970-07-16 1973-08-14 Combustion Eng Instrumentation for nuclear reactor core power measurements
DE2549222B1 (de) * 1975-11-03 1977-01-20 Siemens Ag Digitale Schaltungsanordnung zur Linearisierung nichtlinearer Geberkennlinien
US4016034A (en) * 1974-07-19 1977-04-05 Combustion Engineering, Inc. Nuclear reactor control override system and method

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3202804A (en) * 1961-08-31 1965-08-24 North American Aviation Inc Method and apparatus for monitoring the operation of a system
GB1020481A (en) * 1961-09-08 1966-02-16 English Electric Co Ltd Alarm analysis system for a power station
US4133039A (en) * 1976-11-09 1979-01-02 Westinghouse Electric Corp. True mean rate measuring system

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3752735A (en) * 1970-07-16 1973-08-14 Combustion Eng Instrumentation for nuclear reactor core power measurements
DE2156022A1 (de) * 1970-11-16 1972-06-22 Babcock & Wilcox Co Schutzvorrichtung fur technische Verfah renseinnchtungen
US4016034A (en) * 1974-07-19 1977-04-05 Combustion Engineering, Inc. Nuclear reactor control override system and method
DE2549222B1 (de) * 1975-11-03 1977-01-20 Siemens Ag Digitale Schaltungsanordnung zur Linearisierung nichtlinearer Geberkennlinien

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"Atomwirtschaft" (Dez. 1975), S. 610-614 *
"IEEE Transactions on Nuclear Science" NS-24(1977) 771-777 *
"VGB-Kernkraftwerks-Seminar" (1970) S. 52,53,76-78 *

Also Published As

Publication number Publication date
CA1146285A (en) 1983-05-10
CH643674A5 (de) 1984-06-15
ES485237A1 (es) 1980-09-01
FR2447588A1 (fr) 1980-08-22
IT1124385B (it) 1986-05-07
GB2041605A (en) 1980-09-10
US4290851A (en) 1981-09-22
DE2929507C2 (de) 1984-07-19
FR2447588B1 (de) 1984-04-06
IT7909566A0 (it) 1979-10-15
MX6030E (es) 1984-10-03
GB2041605B (en) 1983-04-13
JPS55101900A (en) 1980-08-04

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